JRR-3制御棒駆動機構及び制御棒駆動機構案内管の耐震評価

菊地 将宣; 川村 奨; 細谷 俊明

JAEA-Technology 2021-040, 86 Pages, 2023/02

JAEA-Technology-2021-040.pdf:3.26MB

JRR-3原子炉施設では、平成25年12月に施行された試験研究用等原子炉施設に対する新規制基準を受け、新規制基準適合性確認のため新たに基準地震動を策定し、当該地震動を用いて本原子炉施設に設置されている設備、機器、構築物の耐震評価を実施した。本報告書は、耐震評価を実施した設備、機器、構築物のうち、時刻歴応答解析で耐震裕度の厳しい結果が得られた制御棒駆動機構及び制御棒駆動機構案内管について、より詳細な評価手法である疲労評価を採用し、評価した結果を示すものである。評価の結果、制御棒駆動機構及び制御棒駆動機構案内管は十分な耐震裕度を有していることを確認した。

先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の炉心出口部における高サイクル熱疲労の防止に関する実験研究; 炉上部構造下部における温度変動の特徴と温度変動緩和方策

小林 順; 相澤 康介; 江連 俊樹; 長澤 一嘉*; 栗原 成計; 田中 正暁

JAEA-Research 2022-009, 125 Pages, 2023/01

JAEA-Research-2022-009.pdf:29.22MB

先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の設計研究が日本原子力研究開発機構で実施されてきた。炉心出口部では、燃料集合体からの高温ナトリウムが制御棒チャンネルや径ブランケット集合体からの低温ナトリウムと混合するために温度変動が生じる。この温度変動によって、炉心上部に位置する炉内構造物の底部周辺に高サイクルの熱疲労が引き起こされる可能性がある。このため、先進ループ型ナトリウム冷却炉の上部プレナムを1/3スケール60度セクタで模擬した試験体を使用した水実験を実施し、炉内構造物の下部で発生する大きな温度変動への対策を検討した。本報告では、炉内構造物下部で発生する温度変動を緩和させる対策構造の効果について確認するとともに、対策構造のRe数依存性や制御棒表面における温度変動の特徴など、得られた知見についてまとめた。

The Multiaxial creep-fatigue failure mechanism of Mod. 9Cr-1Mo steel under non-proportional loading; Effect of strain energy on failure lives

小川 文男*; 中山 雄太*; 旭吉 雅健*; 橋立 竜太; 若井 隆純; 伊藤 隆基*

Transactions of the Indian National Academy of Engineering (Internet), 7(2), p.549 - 564, 2022/06

https://doi.org/10.1007/s41403-021-00279-y

改良9Cr-1Mo鋼の非比例多軸クリープ疲労負荷におけるひずみエネルギーベースの寿命評価法を提案する。非弾性ひずみエネルギー密度は、ヒステリシスループ内の面積として算出した。また平均応力の影響を実験的に検討し、非弾性ひずみエネルギー密度とクリープ疲労寿命の関係を調べた。ヒステリシスループの調査から、最大応力の低下は破損寿命の延長につながるが、ひずみ保持中の応力緩和は強度低下を引き起こすことがわかった。そこで、ヒステリシスループの最大応力とひずみ保持中の最小応力の影響を考慮した非弾性ひずみエネルギー密度の補正法を提案し、単軸および非比例多軸荷重のひずみエネルギー密度を求めた。これらの結果をもとに、非比例多軸荷重下でのクリープ疲労寿命を支配するメカニズムについて考察した。

先進的なナトリウム冷却高速炉の炉心出口部におけるサーマルストライピング現象に関する水流動試験,2; 径方向ブランケット燃料集合体周辺部の温度変動緩和対策の提案

小林 順; 相澤 康介; 江連 俊樹; 栗原 成計; 田中 正暁

保全学, 20(3), p.97 - 101, 2021/10

日本原子力研究開発機構が設計してきた先進ナトリウム冷却高速炉(Advanced-SFR)の炉内構造物の下部で発生するサーマルストライピング現象に焦点をあて、A-SFRの上部プレナムを1/3スケール60度セクタでモデル化した試験体を使用し、UIS下部周辺の有意な温度変動に対する対策構造を確認するための水試験を実施してきた。前回の論文では、制御棒チャンネル周辺の温度変動を緩和させるための対策の効果を報告した。本論文では、同じ試験体を使用した水実験を行って、径方向ブランケット燃料集合体周辺の温度変動の特性を取得した。また、炉心計装支持板(CIP)の形状を変更し、径方向ブランケット燃料集合体周辺の温度変動を緩和する効果が高いことを確認した。

In situ diffraction characterization on microstructure evolution in austenitic stainless steel during cyclic plastic deformation and its relation to the mechanical response

熊谷 正芳*; 秋田 貢一*; 黒田 雅利*; Harjo, S.

Materials Science & Engineering A, 820, p.141582_1 - 141582_9, 2021/07

https://doi.org/10.1016/j.msea.2021.141582

In situ neutron diffraction during 250 cycles of plastic deformation was performed and the diffraction line profile analysis was performed to qualitatively evaluate the change in the microstructure of austenitic stainless steel during the cyclic deformation. The dislocation density increased with increasing number of cycles until 50 cycles but thereafter decreased. The cycle number corresponding to this maximum point differed depending on whether it was evaluated as the total dislocation density or was deconvoluted into edge and screw dislocation densities. At the initial state, edge dislocations were predominant; however, screw dislocations greatly increased at the first stage of cyclic loading. Afterwards, edge dislocations formed cell walls and screw dislocations annihilated.

Change in mechanical properties by high-cycle loading up to Gigacycle for 316L stainless steel

直江 崇; Harjo, S.; 川崎 卓郎; Xiong, Z.*; 二川 正敏

JPS Conference Proceedings (Internet), 28, p.061009_1 - 061009_6, 2020/02

https://doi.org/10.7566/JPSCP.28.061009

J-PARCの核破砕中性子源に設置されている316L鋼製の水銀ターゲット容器は、陽子及び中性子照射環境により損傷する。照射損傷に加えて、陽子線励起圧力波により期待される設計寿命である5000時間の運転中に、約4.5億回の繰返し応力を受ける。これまでに容器構造材のギガサイクルまでの疲労挙動を調査するために、超音波疲労試験を実施し、疲労後の残強度を測定するなかで、繰返し硬化及び軟化現象を観測した。本研究では、ギガサイクルまでの繰返し硬化/軟化について調査するために、物質・生命科学実験施設(BL-19匠)で中性子回折により繰返し負荷後の試料の転位密度を測定した。その結果、受け入れ材は負荷の繰返し数の増加と共に転位密度が増加した。一方、照射による転位導入を模擬した冷間圧延材は、負荷の繰返し過程において転位の消滅と再蓄積が確認された。ワークショップでは、ターゲット容器構造材のギガサイクルまでの疲労試験の進捗と中性子回折の測定結果について報告する。

Thermal fatigue test on dissimilar welded joint between Gr.91 and 304SS

若井 隆純; 小林 澄男; 加藤 章一; 安藤 勝訓; 高正 英樹*

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07

https://doi.org/10.1115/ICONE25-66099

異材溶接継手構造モデルに対する熱疲労試験について述べる。JSFR設計においては、IHXとSGにフェライト-オーステナイト異材溶接継手が発生する。JSFRの機器では、クリープ疲労が最も重要な破損様式であるが、異材溶接技手に対するクリープ疲労強度評価法は確立されていない。評価法を開発し検証するためには、構造物試験が必要である。そこで、周方向に改良9Cr-1Mo鋼-SUS304の異材溶接継手を有する厚肉円筒に対する熱疲労試験を行った。これらの鋼種の熱膨張係数は大きく異なることから、中間にNi基合金がバタリング溶接された。試験後の解体検査で、SUS304側熱影響部と改良9Cr-1Mo鋼側熱影響部に深いき裂が観察された。SUS304母材表面には亀甲状のき裂が多数見られた。有限要素解析に基づく疲労損傷評価の結果、最大の疲労損傷はSUS304側熱影響部に発生すると評価された。また、SUS304母材部の疲労損傷も大きく評価された。これらの評価結果は、実験結果とよく一致する。しかし、改良9Cr-1Mo鋼側熱影響は、比較的小さい疲労損傷と評価されたにもかかわらず、深いき裂が観察された。この原因を究明するため、数値解析と金属組織観察を実施した。

Fatigue crack growth calculations for two adjacent surface cracks using combination rules in fitness-for-service codes

Lu, K.; Li, Y.

AIMS Materials Science, 4(2), p.439 - 451, 2017/03

https://doi.org/10.3934/matersci.2017.2.439

If multiple discrete cracks are detected in structural components, the combination rules provided in fitness-for-service (FFS) codes are employed to estimate the remaining lives of the components by fatigue crack growth (FCG) calculations. However, the specific criteria for combination rules prescribed by various FFS codes are different. This paper presents FCG calculations for two adjacent surface cracks in a flat plate using different combination criteria. Three different crack aspect ratios of 0.05, 0.15 and 0.5, and a nominal distance of 5 mm between the two cracks are investigated in the calculations. The results show that the FCG behaviors obtained by various codes are significantly different. In addition, the combination process of the two cracks is found to affect the crack shape development remarkably.

In situ X-ray diffraction study of the oxide formed on alloy 600 in borated and lithiated high-temperature water

渡邉 真史*; 米澤 利夫*; 菖蒲 敬久; 城 鮎美; 庄子 哲雄*

Corrosion, 72(9), p.1155 - 1169, 2016/09

https://doi.org/10.5006/1994

In situ X-ray diffraction (XRD) measurements of the oxide film formed on Alloy 600 in borated and lithiated high-temperature water were conducted to demonstrate a capability to investigate rapid changes in oxide films during transient water chemistry conditions. In the presence of dissolved hydrogen (DH) = 30 cm/kg [HO] and dissolved oxygen (DO) 0.06 ppm, only spinel oxides were detected and no significant NiO peak was found even after 1,220 h exposure. By contrast, once the DO was increased to 8 ppm, a NiO peak grew rapidly. Within 7 h, the amount of NiO became comparable to that of spinel oxide. However, when DO was decreased again below 0.3 ppm and DH was increased up to 30 cm/kg [HO], the ratio of NiO to spinel did not change during 10 h. Thus, the rate of dissolution of NiO in DH = 30 cm/kg water seemed to be lower than the growth rate of NiO in high DO conditions.

Creep-fatigue tests of double-end notched bar made of Mod.9Cr-1Mo steel

下村 健太; 加藤 章一; 若井 隆純; 安藤 勝訓; 廣瀬 祐一*; 佐藤 健一郎*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 9 Pages, 2015/05

本研究は、SFR機器の設計基準が考えうるすべての破損様式をカバーしていることを確認するための実験的・解析的研究である。現行の設計基準におけるクリープ疲労損傷評価法は、従来のオーステナイト系ステンレス鋼(例えばSUS304)の実験や数値解析に基づいて構築されている。改良9Cr-1Mo鋼の材料特性はオーステナイト系ステンレス鋼のそれらとはかなり異なるので、現行の設計基準の改良9Cr-1Mo鋼製機器への適用性を確認する必要がある。両側切欠きを有する改良9Cr-1Mo鋼試験片に対する30分のひずみ保持を伴う単軸クリープ疲労試験を実施した。キリカキ底の半径は、1.6mm, 11.2mmと40.0mm。1.6mmと11.2mmの切欠き試験片は切欠き底から破損したが、40.0mmの切欠き試験片は明らかに内部から破損した。また、保持時間は合計わずか2,000時間程度であるにもかかわらず、多くのクリープボイドと、粒状界き裂成長が観察された。このような特異な破損様式の原因を究明するため、いくつかの追加実験と数値解析を実施した。それらの結果から、このような特異な破損様式の原因を絞り込むことができた。最大の要因をはっきりさせるための将来の計画も提案した。